Основы работы атомных электростанций презентация

проф., д.т.н., зав каф. ТЭСиТ

Тепловые электрические станции
(Введение в специальность)
Тема 7

ОСНОВЫ РАБОТЫ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
«Был этот мир глубокой тьмой окутан.
Да будет свет! И вот явился Ньютон.
Но Сатана недолго ждал реванша.
Пришел Эйнштейн – и стало все, как раньше.»

вылетает 2 – 3 нейтрона способных производить дальнейшее деление соседних атомов.
Процесс лавинообразного нарастания деления последующих атомов урана-235 называется цепной реакцией деления ядер.
Выделение энергии при ядерных реакциях соответствует принципу Эйнштейна:
- изменение массы системы, кг; с – скорость света, м/с.
Тепловая энергия ядерной реакции:


тп – масса нейтрона; М(МА) – молярная масса вещества.
При делении ядер, содержащихся в 1 г урана-235, выделяется энергия 7,8·1010 Дж,
т.е. 1 г урана-235 эквивалентен более чем 2 т. высококалорийного угля.
После ряда столкновений скорость нейтрона уменьшается до скорости теплового движения ядер вещества и становится тепловым нейтроном. При Т = 300 К скорость движения теплового нейтрона равна 2200 м/с. В соответствии с этим реакторы АЭС подразделяются на тепловые и быстрые.

ядра, согласно которой реакция взаимодействия его с нейтроном имеет две стадии.
В первой стадии, частица поглощается ядром, в результате чего образуется возбужденное ядро.
Во второй стадии, возбужденное ядро приходит либо в стабильное состояние, испуская элементарную частицу или квант, либо делится. На этот процесс большое влияние оказывают энергия связи и энергия порога деления.
Энергия связи – энергия, вносимая нейтроном в ядро и достаточная, чтобы войти в него и удержаться в нем.
Энергия порога деления – энергия достаточная, для того чтобы ядро атома начало делиться. Для того чтобы ядро разделилось необходимо к нему подвести энергию не ниже энергии порога деления

нейтронов, то цепная реакция деления в уране-235 вполне возможна. Однако в природном уране основным изотопом является уран-238 (его в природе до 99,3 %), поэтому цепная реакция в природном уране не развивается, нейтроны поглощаются ядрами урана-238.
Самоподдерживающаяся цепная реакция деления в смеси изотопов урана создается увеличением содержания изотопов урана-235 в смеси и применение замедлителя нейтронов. Замедление нейтронов деления достигается при столкновении их с легкими ядрами замедлителя.
В замедлителе нейтрон теряет свою энергию до теплового состояния.
Отношение числа нейтронов какого-либо поколения к числу нейтронов предшествующего поколения называется коэффициентом размножения k

k >1 - количество нейтронов возрастает.
k = 1 - количество нейтронов остается неизменным,.
k <1 - реакция с течением времени затухает

3 – защита; 4 – отражатель нейтронов; 5 – корпус реактора; 6 – замедлитель; 7 – элементы активной зоны; 8 - элементы регулирования; 9 – выход теплоносителя.

Рд =1.
kэф - эффективный коэффициент размножения;
kбеск - коэффициент размножения нейтронов в бесконечном пространстве;
Рз и Рд – вероятность избежания утечки нейтронов в процессах замедления и диффузии соответственно.
В таких условиях количество образующихся при делении урана нейтронов равно количеству нейтронов, покидающих реактор и поглощенных промежуточными веществами в процессах замедления и диффузии.
К основному оборудованию АЭС относится ядерный реактор, в котором происходит цепная реакция ядерного распада на отдельные элементарные частицы атома с выделением тепловой энергии.
Активная зона корпуса реактора состоит из сборок тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), в которых ядерное горючее имеет форму стержней, пластин, таблеток, сфер, заключенных в оболочку, изолирующую горючее от теплоносителя, который имет свой вход и выход.

автоматического регулирования (САР), система аварийной защиты (САЗ) и система компенсации реактивности (СКР).
В корпус реактора входят также элементы замедляющие цепную реакцию до уровня взаимодействия тепловых нейтронов.
Помимо этого установлены устройства различного рода защит: биологическая, а также отражатель нейтронов, заставляющий нейтроны возвращаться в реактор.
Энерговыделение в активной зоне реактора пропорционально нейтронному потоку: Ф=пv;

п – плотность нейтронов, 1/см3, т.е. число нейтронов в единице объема вещества;
v – скорость нейтронов, см/с.

делению атома в секунду;
Vг - объем горючего в активной зоне, см3 ;
Σf = σf N – макроскопическое эффективное сечение деления;
σ – эффективное сечение;
N - количеством ядер, находящихся в единице объема вещества.
При делении одного ядра выделяется энергия равная 200 МэВ из них примерно 184 МэВ остается в активной зоне, а 6 МэВ в корпусе реактора и радиационной защите в результате поглощения нейтронов и γ-квантов.
Для обеспечения нормальной работы реактора необходимо отводить тепло не только от ТВЭЛов, но и от других частей реактора: корпуса, замедлителя, регулирующих стержней, радиационной защиты. В ТВЭЛах выделяется не менее 95 % тепловой мощности реактора.
При стационарной работе реактора соблюдается равенство:
= =
Для отвода тепла из реактора применяются жидкие и газообразные теплоносители: вода, тяжелая вода, жидкие металлы, двуокись углерода, гелий, а также используются смеси газов, расплавы солей, пары жидкостей.

тепловых нейтронах);
быстрые (на быстрых нейтронах).
2. По воспроизводству ядерного горючего реакторы делятся на:
размножители (на быстрых нейтронах коэффициент воспроизводства 1,5 и более) ;
конверторы (с коэффициентом воспроизводства 1,0 ÷ 1,1). При воспроизводстве в реакторах на быстрых нейтронах, например, из урана получается плутоний; из тория – уран-233.
3. По принципу распределения горючего в замедлителе реакторы делятся на:
гомогенные и
гетерогенные (АЭС обычно используют гетерогенные реакторы).
4. По виду замедлителя нейтронов реакторы могут быть:
водными,
тяжеловодными и
графитовыми.

делятся также на:
водные,
тяжеловодные,
газовые и
жидкометаллические.
6. Водоохлаждаемые реакторы в свою очередь делятся на две группы:
- с водой под давлением (не кипящие) и
- кипящие реакторы.
7. По конструктивным признакам реакторы могут быть
корпусные и
канальные.
8. По типу замедлителя и теплоносителя реакторы АЭС можно разделить на:
- водо – водяные;
- граффито – водяные;
граффито – газовые;
тяжеловодно – водяные.
Агрегатное состояние ядерного горючего может быть твердым, жидким и газообразным. На АЭС используются только твердые горючие.

и трехконтурные (в) принципиальные тепловые схемы энергоблоков

Для АЭС с реакторами охлаждаемыми водой под давлением применяют двухконтурные схемы.
Энергоблоки АЭС с кипящими реакторами выполняются по одноконтурной схеме.
На энергоблоках АЭС с реакторами, охлаждаемыми жидким металлом используются трехконтурные схемы.
Энергоблоки АЭС с газоохлаждаемыми реакторами и паротурбинным циклом работают по двухконтурной схеме.

хорошие показатели имеет схема с внутрикорпусной принудительной циркуляцией теплоносителя от инжекторов или от осевых насосов.
Из условий прочности, эффективности теплоотдачи и протекания ядерных реакций область оптимального начального давления для схем с кипящими реакторами находится в пределах 6 ÷ 8 МПа. На таких реакторах возможен и промежуточный перегрев пара.

мощности канальный). В России отработана схема РБМК-1000 с характеристиками: давление на выходе из реактора – 6,85 МПа, температура пара перед турбиной 285 0С; мощность энергоблока – 1000 МВт; к.п.д. – 31,2 %. Температура подогрева питательной воды - 19 ÷ 210 0С. АЭС с РБМК-1000 снабжаются двумя турбинами К-500-65/3000; расход пара 5800 т/ч; давление в конденсаторе 3,9 кПа.

тепловых схем АЭС с корпусными реакторами ВВЭР наиболее активно строятся в нашей стране.
Основным элементом реактора ВВЭР является корпус, работающий под давлением.
Верхняя часть корпуса связана с блоком приводов СУЗ.
Теплоноситель из корпуса реактора выходит к шести парогенераторам расположенным по окружности

перегрузок ядерного горючего за всю компанию. При каждой перегрузке свежее ядерное горючее загружается по периферии активной зоны, а затем перегружается к центру.
Перегрузка одной трети всей топливной загрузки реактора один раз в год дает возможность работать реактору в течении года, т.е. создает необходимый запас реактивности для работы

реакторами – размножителями, охлаждаемыми жидким металлом, является обеспечение безопасности и надежности в работе. Поэтому исключается возможность контакта радиоактивного металла с водой, для чего тепловую схему энергоблока выполняют трехконтурной (с промежуточным жидкометаллическим контуром).
Применяются два варианта компоновок первого контура.
Петлевая компоновка, когда контур циркуляции теплоносителя состоит из нескольких автономных или взаимосвязанных петель.
Баковая компоновка, когда все оборудование первого контура располагается в общем корпусе – баке (Белаярская АЭС).
Возможность достижения высоких температур жидкометаллического теплоносителя позволяет получать высокие параметры пара в третьем контуре, сопоставимые с параметрами обычных ТЭС.

типа БН-600:
- мощность энергоблока – 600 МВт;
теплоноситель первого и второго контуров – натрий;
- температура первого контура на входе в активную зону – 400 0С;
- температура первого контура на выходе из активной зоны – 580 0С;
- температура второго контура на входе в теплообменник – 340 0С;
- температура второго контура на выходе из теплообменника – 550 0С;
- параметры пара перед турбиной:
- давление – 12,7 МПа;
- температура – 535 0С;
- температура питательной воды – 240 0С;
к.п.д. энергоблока – 40,1 %;
- глубина выгорания топлива – 10 %
длительность компании реактора без перегрузок – 450 суток.
Существует проект АЭС с бинарным ртутно – водяным циклом. Первый контур такого энергоблока работает на натрии; второй – на ртути и третий – на воде. На втором контуре устанавливается ртутная турбина электрической мощностью 120 МВт. Общая мощность энергоблока составляет 540 МВт

– циркуляционный насос первого контура; 5 – промежуточный жидкометаллический теплообменник; 6 – пароперегреватель; 7 – испарительная часть парогенератора; 11, 12, 13 – ЧВД, ЧСД, ЧНД турбины; 15 – подогреватели низкого давления; 16 – деаэратор; 18 – подогреватели высокого давления; 19 – циркуляционный насос; 20 – фильтр натрия промежуточного контура; 21 – быстродействующее сбросное устройство первого контура; 22 – система подачи очищенного инертного газа; 23 – насос подпитки первого контура; 24 – бак натрия.

Николаевич – проф., д.т.н., зав каф. ТЭС